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核电站(nuclear power plant)是利用核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分:利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统),使用的燃料一般是放射性重金属:铀、钚。

简介

核电站又称核电厂,它指用、钚等作核燃料,将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别,有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛(主要是核蒸汽供应系统)、常规岛(主要是汽轮发动机组)和电厂配套设施三大部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能,主要以热能的形式出现。它经过冷却济的载带和转换,最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内,以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化,核电厂设置有多项安全系统。
火力发电站利用煤和石油发电,水力发电站利用水力发电,而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分:一部分是利用核能产生蒸汽的核岛,包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。
核电站用的燃料是。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,就会产生电,这些电能通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。

工作原理及相关原则

发电原理

核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉,以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量,使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电,使机械能转变成电能。一般说来,核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异,其奥妙主要在于核反应堆。

核反应堆

核反应堆,又称为原子反应堆或反应堆,是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。
原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时,一个原子
核反应堆工作原理图

核反应堆工作原理图

核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核,同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核,引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气,推动气轮机发电。由此可知,核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为,高速中子会大量飞散,这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会;核反应堆要依人的意愿决定工作状态,这就要有控制设施;铀及裂变产物都有强放射性,会对人造成伤害,因此必须有可靠的防护措施。综上所述,核反应堆的合理结构应该是:核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。

安全原则

为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康,核电站必须始终坚持“质量第一,安全第一”的原则。核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则,从设备、措施上提供多等级的重叠保护,以确保核电站对功率能有效控制,对燃料组件能充分冷却,对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线,第一层防线:精心设计、制造、施工,确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序,严格的制度,对核电站工作人员有高水平的教育和培训,人人注意和关心安全,有完备的软件环境。第二层防线:加强运行管理和监督,及时正确处理异常情况,排除故障。第三层防线在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成事故。第四层防线:发生事故情况时,启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故中的电站管理,防止事故扩大保护反应堆厂房安全壳。第五层防线万一发生极不可能发生的事故并伴有放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故对周围居民和环境的影响。
安全保护系统均采用独立设备和冗余布置, 均备有事故电源,安全系统可以抗地展和在蒸汽— 空气及放射性物质的恶劣环境中运行。核电站运行人员须经严格的技术和管理培训,通过国家核安全局主持的资格考试,获得国家核安全局颁发的运行值岗操作员或高级操作员执照才能上岗,无照不得上岗。执照在规定期内有效, 过期后必须申请核发机关再次审查。
万一发生了核外泄事故,应启动应急计划。应急计划的内容主要包括:疏散人员,封闭核污染区(核反应堆及核电站),清除核污染,以保证人身安全和环境清洁。
按照纵深防御的原则,在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。即第一道屏障:燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中,并使得大部分裂变产物和气体产物95%以上保存在芯块内。第二道屏障:燃料包壳,燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金,具有足够的强度且在高温下不与水发生反应。第三道屏障:压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障:反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm,内表面加有6mm的钢衬,可以抗御来自内部或外界的飞出物,防止放射性物质进入环境。

选址原则

核电站的选址要求非常高,选址需非常慎重。根据国际上通行的关于核电站选址有经济、技术、安全、环境和社会四原则。
经济原则核电站能够有足够的资金来建设和运行,所服务的地区要有足够的用电需求,所以核电站常常选址经济较发达的地区。
后面三个原则则有着密切的相互联系。核电站必须建在经济发达地区的相对偏远地区,50公里以内不能有大中型城市。要求厂址深部必须没有断裂带通过,而且要求核电站数千米范围内没有活动断裂,厂址100千米海域、50千米内陆,历史上没有发生过6级以上地震,厂址区600年来也没有发生6级地震的构造背景。从核安全的角度来看,核电站选址必须考虑到公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响,同时要考虑到突发的自然事件或人为事件对核电厂的影响,所以,核电站必须选在人口密度低,易隔离的地区。
另外,核电站在运行过程中要产生巨大热量,所以核电站的选址必须靠近水源,最好是靠海,这也是大型核电站都建在海边的一个重要原因,并且靠海还可以解决大件设备运输问题。万一发生危险,在平的海岸线和放射物均匀发散的情况下,污染陆地面积只是完全在内陆的一半。但是建在海边有利的同时也多出一个风险,就是海啸或者台风带来大浪的可能。通常会建设防波堤来抵御巨浪的冲击。但是防波堤只能抵御一定程度的冲击,如果是比较大的海啸的话,防波堤无能为力,很可能产生十分严重的后果。2011年3月11日日本9级大地震及海啸导致核泄露就是一例。
从上述要求来看,内陆地区核电选址更要慎重,因为内陆地区的水源全部为淡水,并且几乎所有的大江大河都直接向周边城市供应生活用水,在这种情况下建设核电站,一旦发生泄漏事故,后果不堪设想。

情况介绍

分布及类型

截止2011年3月底,中国已有6座核电站13台机组投入商业运行,装机容量为1080.8万千瓦;正在建造的共
中国已投入商业运行核电站情况

中国已投入商业运行核电站情况

核电站
电功率/MW
类型
并网时间
秦山一期
300
压水堆CP300
1991-12
大亚湾1号机组
900
压水堆
1993-08
大亚湾2号机组
900
压水堆
1994-02
秦山二期1号机组
600
压水堆CP600
2002-02
岭澳1号机组
1000
压水堆
2002-02
秦山三期1号机组
700
重水堆CANDU
2002-11
岭澳2号机组
1000
压水堆
2002-12
秦山三期2号机组
700
重水堆CANDU
2003-07
秦山二期2号机组
600
压水堆CP600
2004-05
田湾1号机组
1000
压水堆WWER1000
2004-05
田湾2号机组
1000
压水堆WWER1000
2005-04
中国实验快堆
20
快中子堆
2010-07

2013最新进展

2013年1月29日上午9时50分,浙江三门一号核岛上,中国核建中原建设有限公司的3名司机和1名指挥人员,共同操作一台2600吨 履带式吊车,稳稳地将总重约为830吨的安全壳顶封头一次性吊装就
中国核电站分布

中国核电站分布

位,中国中央电视台向全球观众直播了这一历时90分钟的吊装盛况。
安全壳是核岛的关键设备之一,也是核电站的标志物。AP1000安全壳直径约40米,高约66米,总重约3400吨;由底封头、筒体四环和顶封头组焊而成的圆柱体。
中国核建中原建设有限公司前后分6次吊装,历时37个月,均一次性吊装成功,此次顶封头是安全壳的最后一吊。
据业内人士介绍,AP1000核电是中美能源合作的最大项目,是全球先进的第三代核电站。三门一号机组是全球首个AP1000反应堆,中国核建集团从图纸化为现实,举世瞩目。

综述

核电站除了关键设备——核反应堆外,还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例,它们是主泵,稳压器,蒸汽发生器,安全壳,汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。

主泵

主泵(RCP)如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话,那主泵则是心脏。它的功用是在正常运行时,使冷却剂强迫循环通过堆芯,载出堆芯热量,然后流过蒸汽发生器传热管内侧,将热量传给蒸汽发生器二次侧给水;事故工况下,排出堆内衰变热。

稳压器

稳压器(PRZ)又称压力平衡器,是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时,起保持压力的作用;在发生事故时,提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统,当反应堆里压力过高时,喷洒冷水降压;当堆内压力太低时,加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器

蒸汽发生器(SG)它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水,并使之变成蒸汽,再通入汽轮发电机的汽缸作功。

安全壳

安全壳(Containment)用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆
发电设备示意图

发电设备示意图

一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

汽轮机

核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异,所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低,所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。

危急冷却系统

为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故(LOCA)的发生,近代核电站都设有危急冷却系统。它是由安全注射系统安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后,安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水,喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果,限制事故蔓延。 注射系统:当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后,安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水,防止堆芯因失水而造成烧毁。
安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱(ACC)管系,在安全注射箱内储有一定容积的高硼水,并用氮气充压,使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统一旦发生大破裂事故,其压力低于安全注射箱的压力时,安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。另一套为安全注射泵管系,当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时,安全注射泵就自动启动,将换料水箱内的硼水注射至一回路系统,换料水箱内的硼水被汲完后,安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水,使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。
在电站失去外电源情况下,安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电。

安全壳喷淋系统

在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时,安全壳内充满了带放射性高压蒸汽,安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度,使放射性蒸汽凝结下来。
在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头,当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时,安全壳喷淋系统的泵就自动启动,将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入,以一定的比例混合,再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后,喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时,地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。
在核电站断电情况下,安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电。

核电站分类

大阪核电站

大阪核电站

以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统,其形式与常规火电厂类似。
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽
大亚湾核电站

大亚湾核电站

的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽-给水系统;反应堆辅助系统等。但发电厂房要做防核处理。
以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站(CANDU)。
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗
秦山三期重水堆核电站

秦山三期重水堆核电站

裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖。
世界上已商业运行的核电站堆型,如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型,主要利用核裂变燃料,即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料,它对铀资源的利用率也只有1%—2%,但在快堆中,铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用,但考虑到各种损耗,快堆可将铀资源的利用率提高到60%—70%。但快堆开发仍很落后,日本的文殊快堆,以及其他研发中的快堆,都还未正常运行。

安全

核电站配置的外设安全系统有以下几个方面:
①隔离系统,用来将反应堆厂房隔离开来,主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外。
②注水系统,在反应堆可能“失水”时,向堆芯注水,以冷却燃料组件避免包壳破裂。注入水中含有硼,用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气,在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水。
③事故冷却器和喷淋系统,用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却(风机— 换热器)的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房,以降热和降压。
以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置, 均备有事故电源,安全系统可以抗地震和在蒸汽— 空气及放射性物质的恶劣环境中运行。万一发生了核外泄事故, 应启动应急计划。应急计划的内容主要包括:疏散人员,封闭核污染区(核反应堆及核电站),清除核污染,以保证人身安全和环境清洁。

工作特点

优点
1.核能发电站有多项安全保障措施和多层安全保障系统,可以较好地控制辐射引发的污染。
福岛核电站

福岛核电站

2.核能发电不会产生温室气体二氧化碳。
3.核能发电所使用的铀燃料,除了发电及制造原子弹外,基本没有其它的用途。
4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍,故核能电厂所使用的燃料体积小,运输与储存都很方便,一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30吨的铀燃料,一航次的飞机就可以完成运送。
5.核能发电的成本中,燃料费用所占的比例较低,核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响,故发电成本较其他发电方法为稳定。
缺点
1.核能电厂会产生高低阶放射性废料,或者是使用过的核燃料,虽然体积不大,但因具有放射线,故必须慎重处理。现阶段的核能发电,仍然会产生很多放射性废物,其中尤以高放射性废物的处理及处置为国际性难题。
2.核能发电厂热效率较低,因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境里,故核能电厂的热污染较严重;核能利用率还较低,能量不能完全转化利用。
3.核能电厂投资成本太大,电力公司的财务风险较高。
4.核能电厂较不适宜做尖峰、离峰的随载运转。
5.兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。
6.核电厂的反应器内有大量的放射性物质,如果在事故中释放到外界环境,会对生态及民众造成伤害。
人类实际应用的主要能源还是化石能源。煤、石油、天然气等化石能源的利用,对人类生存、发展、进步产生过巨大的影响。进入21世纪后,人们更加注重生存环境和生存空间的质量。大量燃用化石能源产生的温室效应、酸雨现象对人类生存环境造成了严重破坏。同时,化石能源经长期开采,其资源日趋枯竭,已不足以支撑全球经济的发展。在寻找替代能源的过程中,人们开始越来越重视核能的应用,而核能最主要的应用就是核能发电。
人类首次实现核能发电是在1951年。当年8月,美国原子能委员会在爱达荷州一座钠冷块中子增殖实验堆上进行了世界上第一次核能发电实验并获得成功。1954年,苏联建成了世界上第一座实验核电站,发电功率5000KW。
核电站与火电站发电过程相同,均是热能—机械能—电能的能量转换过程,不同之处主要是热源部分。火电站是通过化石燃料在锅炉设备中燃烧产生热量,而核电站则是通过核燃料链式裂变反应产生热量。
核电站的组成通常有两部分:核系统及核设备,又称为核岛;常规系统及常规设备,又称为常规岛。这两部分就组成了核能发电系统。
核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂(冷却剂)提供热量的蒸汽发生器,它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用。常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备,常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同。

核电站发展

人类实际应用的主要能源还是化石能源。煤、石油、天然气等化石能源的利用,对人类生存、发展、进步产生过巨大的影响。进入21世纪后,人们更加注重生存环境和生存空间的质量。大量燃用化石能源产生的温室效应、酸雨现象对人类生存环境造成了严重破坏。同时,化石能源经长期开采,其资源日趋枯竭,已不足以支撑全球经济的发展。在寻找替代能源的过程中,人们开始越来越重视核能的应用,而核能最主要的应用就是核能发电。
人类首次实现核能发电是在1951年。当年8月,美国原子能委员会在爱达荷州一座钠冷块中子增殖实验堆上进行了世界上第一次核能发电实验并获得成功。1954年,苏联建成了世界上第一座实验核电站,发电功率5000KW。
核电站与火电站发电过程相同,均是热能—机械能—电能的能量转换过程,不同之处主要是热源部分。火电站是通过化石燃料在锅炉设备中燃烧产生热量,而核电站则是通过核燃料链式裂变反应产生热量。
核电站的组成通常有两部分:核系统及核设备,又称为核岛;常规系统及常规设备,又称为常规岛。这两部分就组成了核能发电系统。
核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂(冷却剂)提供热量的蒸汽发生器,它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用。常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备,常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同。

第一代核电站

20世纪50年至60年代初,苏联、美国等建造了第一批单机容量在300MWe左右的核电站,如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站,法国的舒兹(Chooz)核电站,德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂,主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

第二代核电站

20世纪70年代,因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展,世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成,称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化,以提高经济性。自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600-1400MWe的标准化和系列化核电站,以美国西屋公司为代表的Model 212(600MWe,两环路压水堆,堆芯有121合组件,采用12英尺燃料组件)、Model 312(1000MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用12英尺燃料组件,),Model 314 (1040MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用14英尺燃料组件),Model 412(1200MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用12英尺燃料组件,)、Model 414(1300MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用14英尺燃料组件)、System80(1050MWe,2环路压水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY,P4,P4′也属于Model 312,Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是世界正在运行的439座核电站(2007年9月统计数)主力机组,总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组,总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后,各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进,在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思,当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小,不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求,因此,第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。

第三代核电站

对于第三代核电站类型有各种不同看法。
美国核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)提出了第三代核电站的安全和设计技术要求,它包括了改革型的能动(安全系统)核电站和先进型的非能动(安全系统)核电站,并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计,它们将成为第三代核电站的主力堆型。
中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设,和正在运行发电的第二代核电机组相比,预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求,而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉,中国第三代核电站将装备有蓄水池,这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水,从而达到降温等应急需求。
通过总结经验教训,美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定,把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求,满足以上要求的核电站称为第三代核电站。
世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计,主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆),以及欧洲的EPR(压水堆)等型号,它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布,今后不再建造第二代核电机组,只建设第三代核电机组。而中国有13台第二代核电机组正在运行发电,未来重点放在建设第三代核电机组上,并开发出具有中国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此,国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程,建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项(CAP1400)。

第四代核能系统

第四代核能系统概念(有别于核电技术或先进反应堆),最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出,始见于1999年6月美国核学会夏季年会,同年11月的该学会冬季年会上,发展第四代核能系统的设想得到进一步明确; 2000年1月,美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会,讨论开发新一代核能技术的国际合作问题,取得了广泛共识,并发表了“九国联合声明”。随后,由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛(GIF)”,拟于2-3年内定出相关目标和计划;这项计划总的目标是在2030年左右,向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统(Gen-IV)。
第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。
第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统:
第四代核能系统
代号
中子能谱
燃料循环
钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System)
SFR
闭式
铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)
LFR
闭式
气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System)
GFR
闭式
超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System)
VHTR
一次
超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System)
SCWR
热和快
一次/闭式
熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System)
MSR
闭式

世界发展

国际原子能机构统计,1984年,全世界有34座核电站投产发电,使世界核电站发电量增长17%,达到2200亿瓦。当年,全世界新建核电站14座。
到1986年底,全世界在运转的核电站达到376座,总装机容量达到2769.75亿瓦;在建的核电站有135座,总装机容量为1469.31亿瓦;拟建的核电站有124座,总装机容量为1218.9亿瓦。
到1987年6月底,全世界在运转的核电站有389座,总装机容量达到3000亿瓦。当时,世界各国核电站所提供的电力,相当于700多万桶石油的能量。1988年,全世界又增加了20座核电站,使世界核电站总数达到420座。
到1986年底,核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%。同时,核电站发电量占各国发电总量的比重,法国为70%,比利时为67%,瑞典为50%,瑞士和西德两国分别为39%和30%,日本和美国两国分别为25%和17%。
截止2012年11月,全世界核电运行机组共有437台,在建机组64座。全世界在运行的机组总装机容量达371,762 兆瓦。

中国发展

截至2010年,中国已有核电站:
浙江嘉兴的秦山核电站位于杭州湾畔,一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土,1991年12月首次并网发电,1994年4月投入商业运行,1995年7月通过国家验收。二期工程,是建设中国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2× 60万千瓦商用压水堆核电站,于1996年6月2日开工,经过近6年的建设,第一台机组于2002年4月15日比计划提前47天投入商业运行。秦山三期(重水堆)核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术,建造两台70万千瓦级核电机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电,并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电,并于2003年7月24日投入商业运行。
中国核电站发展情况

中国核电站发展情况

大亚湾核电站
广东省深圳市龙岗区大鹏半岛的大亚湾核电站1987年8月7日工程正式开工,1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。
田湾核电站位于江苏连云港市连云区田湾,厂区按4台百万千瓦级核电机组规划,并留有再建2至4台的余地。一期建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组,设计寿命40年,年平均负荷因子不低于80%,年发电量为140亿千瓦时。工程于1999年10月20日正式开工,单台机组的建设工期为62个月,分别于2004年和2005年建成投产。
岭澳核电站一期工程于1997年5月开工建设。它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。岭澳核电站是“九五”期间中国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一。岭澳核电站(一期)拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组,2003年1月全面建成投入商业运行,2004年7月16日通过国家竣工验收2008年展开二期工程建设。
中国大陆首个在海岛上建设核电站2008年2月18日正式动工,被正式列入《国家核电中长期发展规划(2005—2020年)》中的福建宁德核电站2月18日正式动工。
项目位于福建省宁德市辖福鼎市秦屿镇的备湾村,濒临东海,南距福州143公里,北距温州113公里,是中国大陆地区第一个在海岛上建设的核电站。
据介绍,宁德核电站一期四台百万千瓦级机组工程总投资为512亿元,是福建省有史以来最大的能源投资项目,由广东核电投资有限公司、大唐国际发电股份有限公司、福建煤炭工业(集团)有限责任公司共同投资建设。一期四台机组定位为核电第二代加改进,综合国产化率达到75%,具有国际同类型在役核电站的先进水平。
2011年2月开工建设一、二号机组,一号机组2012年投产,二号机组2013年投产;计划三号机组2014年投产,四号机组2015年投产。
2012年9月26日中国国家电监会透露,截至2011年底,中国已有7个核电站投入运营,总装机达到1257万千瓦,为2002年装机447万千瓦的2.8倍。据统计,截至2012年,中国在建(含扩建)核电站13个,在建装机容量3397万千瓦,在建规模居世界第一。此外,还有一批项目处于前期准备阶段。
截至2012年11月,中国有:
15座在运行反应堆,其中包括秦山核电站(1-3期)共7个机组,大亚湾核电站2个机组,岭澳4个机组,田湾2个机组。核电总发电量占全国发电量的 1.85%
1座实验型快中子反应堆,位于北京房山。
26个在建机组,其中包括三门核电站2个机组,海阳核电站2个机组,方家山2个机组,防城港2个机组,红沿河4个机组,宁德4个机组,阳江3个机组,福清3个机组,台山2个机组,海南昌江2个机组。
28台机组,装机容量为3087万千万。中国已成为世界在建核电机组规模最大的国家。

前景规划

日前全文公布的《能源发展“十二五”规划》首次明确未来核电的发展速度和规模。“十一五”期间,我
新核电项目

新核电项目

国核电总装机规模从685万千瓦提升到1082万千瓦,年均增长率为9.6%。最新公布的能源“十二五”规划显示,到2015年,我国运行核电装机达到4000万千瓦,在建规模1800万千瓦。未来我国核电发展年均增速达到29.9%,这也意味着我国核电建设将提速。
“十二五”能源规划还明确提出,对新建厂址全面复核,“十二五”时期只安排沿海厂址。能源“十二五”规划中展示的一幅《国家综合能源基地示意图》标示了未来我国将形成“东部沿海核电开发带”。南都记者从环保部与2010年牵头完成的《关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告》获悉,我国共有15台运行核电机组,分布在6个核电厂。在建的核电机组共26台,由北至南分别位于辽宁红沿河、山东海阳、浙江三门和方家山、福建宁德和福清、广东台山和阳江、广西防城港、海南昌江。
内陆核电项目存巨大风险被搁浅
2011年初受到日本核泄漏危机影响,国务院常务会议当时决定,调整完善我国核电中长期发展规划,在核安全规划批准之前,暂停审批核电项目。
随着能源规划的发布,意味着我国核电项目建设闸门重开,但“只安排沿海厂址”的规划意味着多个内陆城市已经耗费巨资筹建的核电站不得不继续搁浅。据《21世纪经济报道》此前报道,仅湖南桃花江、江西彭泽、湖北咸宁等三座已开展前期工作的内陆核电项目,累计投资已超100亿元。在业内专家看来,中国多地震、多干旱、人口稠密的国情并不适合发展内陆核电。国务院发展研究中心资源与环境政策研究所研究员王亦楠此前撰文指出,中国发展内陆核电存在巨大风险。

能源结构

核电与水电、火电一起构成世界能源的三大支柱,在世界能源结构中占有重要地位。世界上第一座核电站1954年在苏联建成,而中国核电起步相对较晚,自1991年自行设计建造的浙江秦山核电站并网发电以来,共有广东大亚湾、秦山二期、广东岭澳、秦山三期、秦山二扩、江苏田湾7座核电站15台机组先后投入运行。首个在海岛上建设的福建宁德核电站于2008年2月正式动工。
至2009年,世界各国核电站总发电量的比例平均为17%,核发电量超过30%的国家和地区至少有16个,美国有104座核电站在运行,占其总发电量的20%;法国59台核电机组,占其总发电量的80%;日本有55座核电站,占总发电量的30%以上。中国已投产核电装机容量约900多万千瓦,仅占电力总装机量的1.85%,比例很低。

长期布局

世界:
据预测,到2000年,全世界已安装的核电站的装机容量将达到4970~6460亿瓦;到2025年,将增加到8750~21600亿瓦。
中国:
2011年通过国家发改委审批并已上报国务院的《新兴能源产业发展规划》,重点围绕提高碳减排和非化石能源比重“两个目标”展开;非化石能源产业将步入发展期。根据规划,预计到2020年,中国新能源发电装机2.9亿千瓦,约占总装机的17%。其中,核电装机将达到7000万千瓦。规划指出,“中长期来看,发展无污染的清洁煤发电技术是中国实现低碳经济的关键,整体煤气化联合循环发电技术(IGCC)将成为未来煤电主流。”
中国工程院重大咨询项目《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》报告显示,积极发展核电是中国能源的长期重大战略选择。
由中国工程院院士潘自强为主执笔人的核能专题组,经过两年多的论证研究认为,“加速发展核电是必要的,是满足中国能源发展需要的现实途径,也是解决中国能源环境污染、实现温室气体减排目标的重要途径。”专题组提出了核电发展的中长期发展目标:2020年核电总装机规模达到7000万千瓦,核电装机占电力总装机的4.6%,核发电量将占总电量的7.0%左右。2030年达到2亿千瓦,核电装机占电力总装机的10%,核发电量占总电量的15%。2050年达到4亿千瓦,核电装机占电力总装机的16%,核发电量占总发电量的比重为24%。
按照长期规划,中国核电战略将“坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线,按照热中子反应堆(热堆)——快中子反应堆(快堆)——受控核聚变堆‘三步走’的战略开展工作”,并“坚持核燃料闭合循环的技术路线”。

历史事故

俄克拉荷马核电站爆炸

1986 年1月6 日:美国俄克拉荷马一座核电站因错误加热发生爆炸,结果造成一名工人死亡,100 人住院。

切尔诺贝利核电站爆炸

1986 年4月26 日:前苏联切尔诺贝利核电站发生大爆炸,其放射性云团直抵西欧,造成约八千人死于辐射导致的各种疾病。
1986年4月26日凌晨,位于苏联乌克兰加盟共和国首府基辅以北130公里处的切尔诺贝利核电站发生猛烈爆炸,反应堆机房的建筑遭到毁坏,同时发生了火灾,反应堆内的放射物质大量外泄,周围环境受到严重污染,造成了核电史上迄今为止最严重的事故。
1986年4月25日(事故前一天),切尔诺贝利核电站第4号反应堆的工作人员违反操作规程连续切断反应堆的电源,使主要冷却系统停止工作。于是堆芯温度迅速升高,造成氢气过浓,以至26日凌晨发生猛烈爆炸,爆炸引起机房起火,浓烟使人呼吸困难,放射性物质不断外溢。核电站所在地区有2.5万居民,这些居民从 26日晨开始疏散,疏散共用了34个小时。
切尔诺贝利核电站大爆炸影响:核电站发生事故后,大量放射尘埃污染到北欧、东西欧部分国家,瑞典、丹麦、芬兰以及欧洲共同体于4月29日向苏联提出强烈抗议。据苏联官方公布,这起事故造成的直接经济损失达20亿卢布(约合29亿美元),如果把苏联在旅游、外贸和农业方面的损失合在一起,可能达到数千亿美元。同时,在核事故的危害下有33人死亡,300多人因受到严重辐射先后被送入医院抢救,有更多的人受到不同程度的辐射污染。为了防止进一步的辐射,苏联将28万多人疏散到了辐射区以外。

福岛核危机

2011年3月13日:福岛县政府13日发布消息称,新确认有19名从福岛第一核电站方圆3公里撤离的人员遭到核辐射,已确认遭核辐射的人数由此上升至22人。由于日本福岛核泄露事故影响,中广核集团2011年3月18宣布,已成立6个检查组,对集团所属在建、在运核电站全面展开核电安全工作大检查,而且对于核电站新厂址,会组织用最先进的标准对所有核电新厂址进行安全评估,重新筛选厂址。
对于在建核电站,检查内容主要有机组抗震设计标准、厂址安全状况、厂址附近发生极端自然灾害的可能性,以及新建项目应急体系有效性评估等。据日本广播协会电视台12日晚上报道,日本经济产业省原子能安全保安院决定将福岛第一核电站核泄漏事故等级提高至7级。这使日本核泄漏事故等级与苏联切尔诺贝利核电站核泄漏事故等级相同。
以下我们对比下切尔诺贝利核电站了解下7级大概是什么样的一个级别,
1986年的苏联切尔诺贝利核电站核泄漏事故被定义为最严重的7级。当年4月26日,位于今乌克兰境内的切尔诺贝利核电站4号反应堆发生爆炸,
日本政府撤离检查福岛人民

日本政府撤离检查福岛人民

造成30人当场死亡,8吨多强辐射物泄漏。这次核泄漏事故使电站周围6万多平方公里土地受到直接污染,320多万人受到核辐射侵害,造成人类和平利用核能史上最大一次灾难。
报道说,原子能安全保安院认为福岛第一核电站大范围泄露了对人体健康和环境产生影响的放射性物质,因此将其核泄漏事故等级提高至最严重的7级。该机构同时指出,福岛第一核电站释放的放射性物质要比切尔诺贝利核电站少。原子能安全保安院和日本原子能安全委员会将于12日举行联合记者会,公布提高福岛第一核电站核泄漏事故等级的详细理由。

测量仪表

核电站常用的测量仪表有流量、温度、液体、压力四类检测仪表,如铠装热电偶、薄膜热电偶、液柱式、热电偶温度计、应变式等压力表和差压计、差压式液位计、浮子式液位计、雷达液位计、差压式流量计、液体静力液位计、转子流量计、电磁流量计等都被广泛应用于核电领域。除了这些常规测量仪器仪表,核电领域还需要振动测量、位移测量等机械量参数测量仪表、分析测量仪表、硼表以及大型仪表控制系统等。
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